Astro Siesta IASF Milano - INAF 19 gennaio 2012

DUE PASSI NEL NUCLEARE: DA OKLO A FUKUSHIMA Michele Prata Astro Siesta IASF Milano - INAF 19 gennaio 2012 1

Michele Prata Responsabile del Servizio di Fisica Sanitaria Laboratorio Energia Nucleare Applicata Centro Servizi Interdipartimentale Università degli Studi di Pavia Via Aselli 41 27100 Pavia +39 0382 98 7306 e-mail: michele.prata@unipv.it Web site: http://www.unipv-lena.it/ 2

Un po di Fisica: la Fissione Nucleare La Fissione Nucleare è il frazionamento del nucleo atomico di un elemento pesante (nucleo fissile) in 2 parti approssimativamente uguali detti frammenti di fissione La fissione può avvenire spontaneamente o essere provocata bombardando il nucleo con un neutrone 3

Un po di Fisica: la Fissione Nucleare Durante il processo di fissione, contemporaneamente alla produzione dei due frammenti, avviene anche l emissione di 2 3 neutroni (detti neutroni pronti), neutrini e raggi γ Altri neutroni, detti neutroni ritardati, vengono emessi successivamente dai frammenti di fissione che, essendo nuclei instabili, decadono 4

Un po di Fisica: la Fissione Nucleare Distribuzione dei frammenti di fissione Distribuzione di energia dei neutroni pronti 5

Sezioni d Urto di Fissione La Sezione d Urto di Fissione dell 235 U con neutroni pronti (E 0.7 MeV) è 1 barn Se i neutroni vengono moderati fino ad essere in equilibrio con l ambiente (neutroni termici) la sezione d urto di fissione sale a 500 barn 6

Moderazione dei Neutroni La Moderazione dei neutroni avviene attraverso urti elastici con nuclei leggeri L energia minima che può raggiungere un neutrone con energia iniziale E dopo un urto elastico con un nucleo con numero di massa A è E min = A A 1 + 1 2 E A A + 1 1 2 = 0 0.716 0.983 H C U 7

Energia Liberata Energia liberata dalla fissione di un nucleo di 235 U 200 MeV Energia liberata dalla combustione di un atomo di Carbonio 4 ev 8

La Reazione a Catena La potenza del reattore è proporzionale al numero di fissioni dipende dalla popolazione neutronica Reattore critico: la densità dei neutroni è costante Reattore sovracritico: la densità dei neutroni aumenta nel tempo Reattore sottocritico: la densità dei neutroni diminuisce nel tempo 9

Controllo della Reazione a Catena Una volta innescata la reazione a catena è possibile controllare la densità della popolazione neutronica mediante le barre di controllo Barre di Controllo: sono costituite da materiale con elevate sezione d urto di assorbimento dei neutroni (p.es. Carburo di Boro) La movimentazione delle barre di controllo determina un aumento della popolazione neutronica (salita a potenza) una diminuzione o mantiene la potenza costante (condizioni di criticità) 10

Controllo della Reazione a Catena 11

Gli ingredienti per un reattore nucleare Il combustibile: nuclei fissili 235 U Il minerale di uranio naturale contiene 0.720% in peso di 235 U e 99.275% di 238 U per ottenere la massa critica occorre arricchire il combustibile Reattori di potenza: 3-4% Reattori di ricerca: 20% Il moderatore: per moderare i neutroni pronti Acqua leggera H 2 O Acqua pesante D 2 O 12

In che anno è avvenuta la prima criticità del primo reattore nucleare? 13

Nature is always one step ahead 2 miliardi di anni fa ad Oklo, nel Gabon 14

235 U 238 U Nature is always one step ahead T 1/2 = 7.038 10 8 anni T 1/2 = 4.468 10 9 anni Oggi R = 235 U / U nat = 0.00720 2 miliardi di anni fa R = 235 U / U nat 0.03 che corrisponde alla percentuale di arricchimento del combustibile per reattori di potenza! 1 milione di anni di funzionamento intermittente (P media 20 kw th ) Consumo di circa 6 t di 235 U Prodotti di Fissione: 5.4 t + 1.5 t di Pu (mobilità dei prodotti di fissione: pochi cm in 1.5 miliardi di anni) 100 TWh th prodotti 15 (pari a 4 anni di produzione di un impianto nucleare da 1000 MW e )

Un po di storia moderna 1932: James Chadwick scopre il neutrone 1934: Enrico Fermi e i Ragazzi di via Panisperna (Edoardo Amaldi, Franco Rasetti, Emilio Segrè, Bruno Pontecorvo e Ettore Majorana) sperimentano le prime reazioni nucleari indotte dal bombardamento di uranio con neutroni lenti 16

Un po di storia moderna 1938: Otto Hahn, Fritz Strassmans e Lise Meitner sperimentano e spiegano la reazione di fissione nucleare dell uranio 17

La Chicago Pile-1 2 dicembre 1942 ore 15.25: sotto le tribune del campo sportivo dell Università di Chicago (Illinois), Enrico Fermi realizza la prima fissione nucleare a catena auto-sostenuta (0.5 W per 28 minuti). È il primo reattore nucleare a fissione (350 t di grafite + 36.5 t di UO 2 + 5.64 t di U nat metallico) 18

La Chicago Pile-1 19

EBR 1: il primo Impianto Elettronucleare 1951: ad Arco nell Idaho (USA) entra in funzione il primo reattore nucleare per uso civile. Alimenta quattro lampadine da 200 W ciascuna installate a 15 km di distanza dall impianto. 20

Schema semplificato di un Reattore Nucleare 21

Schema semplificato del processo di Produzione di Energia Elettrica 22

Schema semplificato del processo di Produzione di Energia Elettrica 23

Elementi di Combustibile 24

Reactor Pressure Vessel 25

Caricamento del Nocciolo 26

Caricamento del Nocciolo 27

Piscina di Stoccaggio 28

Reattori Termici Utilizzano prevalentemente neutroni di bassa energia (< 1 ev) per sostenere la reazione di fissione nucleare. Poiché i neutroni di fissione nascono veloci, i reattori termici necessitano di un moderatore per rallentare i neutroni 29

Reattori Veloci Utilizzano prevalentemente neutroni di energia dell ordine dell energia di fissione ( MeV) per sostenere la reazione di fissione nucleare. Non hanno il moderatore. Possono essere utilizzati per convertire materiale fertile in materiale fissile (autofertilizzanti o Breeder ) 30

Reattori a Ciclo Diretto (BWR) Il fluido termovettore che asporta il calore dal nocciolo del reattore viene immesso direttamente in turbina 31

Reattori a Ciclo Indiretto (PWR) Il fluido termovettore che asporta il calore dal nocciolo del reattore cede il calore attraverso uno scambiatore/generatore di vapore ad un secondo fluido termovettore che viene immesso in turbina 32

Classificazione dei Reattori Termici Sono classificati in base al tipo di moderatore in: Reattori a Grafite Magnox, AGR, HTGR, RBMK LWR (Light Water Reactor) PWR, BWR, VVER HWR (Heavy Water Reactor) CANDU, PHWR In base al tipo di fluido termovettore in: Reattori raffreddati a Gas Magnox, AGR, HTGR Reattori raffreddati ad Acqua (leggera/pesante) LWR, HWR, RBMK In base al tipo di ciclo in: Pressurizzati (ciclo indiretto) PWR, PHWR Bollenti (ciclo diretto) BWR 33

Evoluzione degli Impianti Nucleari di Potenza 34

Impianti Nucleari di Prima Generazione (GEN I) La tecnologia dei reattori sviluppati negli anni 50 e 60 è quella che ha dato luogo alla costruzione dei Reattori Nucleari di Prima Generazione (GEN I). Questi impianti erano essenzialmente dei prototipi e, tranne qualche eccezione nel Regno Unito, nessuno di loro è più in esercizio. 35

Impianti Nucleari di Seconda Generazione (GEN II) I Reattori Nucleari di Seconda Generazione (GEN II) sono basati sulla tecnologia sviluppata tra gli anni 60 e 90 e sono quelli che hanno consentito il forte sviluppo dello sfruttamento pacifico dell energia nucleare, soprattutto negli anni 70 36

Impianti Nucleari di Seconda Generazione (GEN II) Centrale Elettronucleare Enrico Fermi Trino Vercellese (VC) PWR 300 MW e - (1964 1987) 37

Impianti Nucleari di Seconda Generazione (GEN II) Centrale Elettronucleare Caorso (PC) BWR 860 MW e - (1981 1986) 38

Impianti Nucleari di Terza Generazione (GEN III) La Terza Generazione (GEN III) di Reattori Nucleari è stata sviluppata a partire dagli anni 90 ed è costituita essenzialmente da impianti di tipo evolutivo rispetto alla generazione precedente, soprattutto per quanto riguarda l economicità di esercizio e la sicurezza nucleare. Tra questi, gli impianti più innovativi, sono spesso indicati come Generazione III+ Come nel caso degli impianti di GEN II, anche i reattori di GEN III(+) sono per la maggior parte filiere ad acqua leggera (LWR). Alcuni di questi sono già stati realizzati in Giappone, altri sono attualmente in costruzione o in corso di ordinazione 39

Impianti Nucleari di Terza Generazione (GEN III+) 40

Impianti Nucleari di Quarta Generazione (GEN IV) 44

Reattore Nucleare di Ricerca TRIGA Mark II della General Atomics da 250 kw th di potenza nominale Voluto dal prof. Mario Rollier raggiunse la prima criticità il 15 novembre 1965 45

Reattore termico da 250 kw che offre numerose posizioni di irraggiamento con flussi di neutroni in-core da 10 12 a 10 13 n cm -2 s -1 (è disponibile un sistema d irraggiamento pneumatico) e sei canali di irraggiamento out-core con flussi di neutroni da 10 6 a 10 10 n cm -2 s -1 Combustibile: Uranio arricchito al 20% Moderatore/Refrigerante: acqua leggera Riflettore: anello in grafite 3 barre di controllo: 2 di carburo di boro e 1 in grafite borata Irraggiamenti: circa 400 ore/anno 46

L acronimo TRIGA Training Research Isotope production General Atomics definisce le attività per le quali il reattore è stato progettato: il training e la formazione di personale, la ricerca nucleare in generale, la produzione di radionuclidi. Le principali attività di ricerca sono: analisi di materiali e di campioni ambientali per la determinazione di elementi in traccia mediante il metodo dell analisi per attivazione neutronica terapia oncologica sperimentale per il trattamento di tumori epatici multifocali mediante irraggiamento con neutroni (BNCT - Boron Neutron Capture Therapy). studio dei danni indotti dalle radiazioni su componenti elettronici per applicazioni aerospaziali e per le macchine acceleratrici produzione di prodotti marcati per diagnostica medica 47

http://www.corriere.it/cronache/11_marzo_17/triga-mark-ii-reattorenucleare-pavia_1107925e-509c-11e0-9bca-0ee66c45c808.shtml 50

GRAZIE PER L ATTENZIONE! 51

Cenni sulla gestione delle Scorie Nucleari Low-level Wastes (LLW): Comprendono carta, oggetti vari, vestiti, filtri, etc. che contengono piccoli quantitativi di radioisotopi prevalentemente a breve vita media. Non richiedono schermature per la manipolazione né per il trasporto e possono essere collocate in depositi superficiali senza problemi. Spesso, per ridurne il volume, vengono compattate o incenerite prima di essere collocate nei depositi. Rappresentano il 90% del volume totale delle scorie ma solamente l 1% di inventario di radioattività. Intermediate-level Wastes (ILW): Contengono un maggior quantitativo di radioattività ed alcune richiedono di essere schermate. Comprendono tipicamente resine, fanghi, camicie del combustibile, materiali e componenti contaminati che provengono dall impianto. Gli oggetti più piccoli e i materiali non-solidi possono essere inglobati nel cemento o nel bitume prima di essere collocati nei depositi. Rappresentano il 7% del volume totale delle scorie e il 4% di inventario di radioattività High-level Wastes (HLW): Derivano dall impiego del combustibile nucleare. Contengono prodotti di fissione e elementi transuranici generati durante il funzionamento dell impianto. Sono altamente radiattive e calde, quindi necessitano di pesanti schermature e di sistemi di raffreddamento. Possono essere considerate le ceneri dell bruciamento del combustibile nucleare. Rappresentano il 3% 52del volume totale delle scorie ma ben il 95% di inventario di radioattività

Cenni sulla gestione delle Scorie Nucleari Una centrale elettronucleare da 1000 MW e (in grado di soddisfare il fabbisogno energetico di circa un milione di persone) produce ogni anno circa 100 m 3 (equivalenti al volume di una stanza quadrata di 5 metri di lato e 4 metri di altezza) di rifiuti solidi e liquidi così ripartiti: 90 m 3 di rifiuti a bassa attività 7 m 3 di rifiuti a media attività 3 m 3 di rifiuti ad alta attività Una centrale di pari potenza a carbone produce ogni anno: circa 310.000 m 3 di rifiuti solidi 1,2 milioni di m 3 di polveri (di cui da 13 a 39 chili di uranio e da 32 a 96 chili di torio, elementi radioattivi rilasciati nell ambiente circostante l impianto) Una centrale di pari potenza a olio combustibile produce ogni anno: circa 68,000 m 3 di rifiuti solidi 1,6 milioni di m 3 cubi di polveri. 53

Cenni sulla gestione delle Scorie Nucleari 54